二回路系统B_核动力装置
核动力装置
2020/6/15
《核动力装置》
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图3-18 高压型余热排出系统
2020/6/15
《核动力装置》
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高压型余热排出系统的特点
自身不设置余热排出泵，依靠主泵提供循环动力； 直接用海水或设备冷却水进行冷却； 系统压力接近反应堆冷却剂系统； 备用时由小股流量预热； 冷却器置于高位，有一定自然循环能力。
2020/6/15
《核动力装置》
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图3-17 停堆后衰变热的变化
2020/6/15
《核动力装置》
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图3-17停堆后堆内功率的变化
2020/6/15
《核动力装置》
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影响余热的主要因素
瞬发中子引起的燃料裂变； 堆结构材料的蓄热量； 缓发中子引起的燃料裂变； 运行过程中积累的裂变产物的β和γ能量。
MSLB（Main Steam Line Break） 将蒸汽发生器产生的新蒸汽输送至二回路主汽轮机的蒸汽 管道破裂，大量蒸汽泄漏到舱室中
MSLB的后果 ➢ 位于堆舱（安全壳）内的主蒸汽管道断裂，大量蒸汽漏入
舱室，使温度、压力升高，威胁第三道安全屏障的完整性 ➢ 蒸汽负荷急剧增加，使冷却剂温度迅速降低，引入较大正
2020/6/15
《核动力装置》
10
图3-19 潜艇的事故冷却系统
2020/6/15
《核动力装置》
二回路系统B_核动力装置
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3.系统工作原理
冷凝器的正常工作压力低于大气压力，对应的蒸汽和凝结 水温度约为40℃左右；
蒸汽发生器需要排放时的蒸汽压力可以达到5~6MPa，对 应的饱和蒸汽温度最高可以达到275 ℃；
排放的蒸汽必须经过减温减压后才能进入冷凝器中，以防 止冷凝器因热冲击而损坏。
11/12/2019
《核动力装置》
25
3.系统设计原则
主要设备双重设置；[ 可靠性要求 ] 有可靠灵敏的自动调节装置；[ 机动性要求 ] 考虑凝水量与给水量的不一致；[ 机动性要求 ] 保证所有设备的技术要求；[ 可靠性要求 ] 给水泵有应急吸水管；[ 生命力要求 ] 正常条件下必须保证给水的水质。[ 可靠性要求 ]
11/12/2019
《核动力装置》
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喷雾-淋水盘式除氧器的特点
通常用于140MW~1000MW的机组，特别适用于高参数机 组（高温高压，滑压运行）；
适用范围广，是目前国际上运用最普通的型式； 可靠性高，防闪蒸冲击性强，不易损坏； 在国际上有运行几十年的良好业绩； 由于由两个卧式容器组成，除氧头内部结构复杂，不锈钢
11/12/2019
《核动力装置》
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图4-13(a) 单线式辅汽管路
优点：布置简单，占用空间少； 缺点：供汽可靠性及生命力较差。
11/12/2019
核电厂二回路热力系统
该机组设有三级低压加 热器、三级高压加热器 、一级除氧器，具有汽 水分离和二级再热。汽 轮机组采用一台双流高 压缸和两台双流低压缸 配置，给水泵采用的是 电动离心泵。
回热加热器的疏水按逐 级自流方式，高压加热 器的疏水按逐级自流汇 入除氧器，低压加热器 疏水逐级自流最终汇入 凝汽器。
从安全角度讲，二回路的另一个主要功能是将反应堆衰变 热带走，为了保证反应堆的安全，二回路设置了一系列系 统和设施，保障一回路热量排出，如蒸汽发生器辅助给水 系统、蒸汽排放系统、主蒸汽管道上卸压阀及安全阀等就 是为此设置的。
控制来自一回路泄漏的放射性水平。二回路系统设计上， 能提供有效的探测放射性漏入系统的手段和隔离泄漏的方 法。
去轴封 系统
去再热器
主汽轮机
给水泵 汽轮机
给水泵 汽轮机
隔离阀 凝汽器
蒸汽旁路系统 除氧器 去蒸汽转换器
主蒸汽系统
去再热 器
主蒸汽系统主要设计参数
8.3 凝结水和给水回热加热系统
凝结水和给水加热系统利用汽轮机抽汽对凝结水和给 水加热, 以提高热循环的经济性.
从凝汽器热井到除氧器的部分属于凝结水系统, 从给水 泵到蒸汽发生器的部分属于给水系统。
不增加电耗，运行可靠，但增 却段，使进入加热器的凝结水或给水先被疏
船用核动力二回路热力系统动态仿真
２ ０ 年９ ０ ８ 月
原
子
能
科
学
技
术
Ｖｏ ． １Biblioteka Baidu４２， ｐ ． Ｓｕ ｐ１ Ｓｅ ｐ． ２ ０ ０８
Ａｔ ｏｍｉ ｃ Ｅｎｅ ｇ ｃ ｅ ｅ ａ ｄ Ｔｅ ｈｎｏ ｏ ｙ ｒ ｙ Ｓ ｉｎｃ ｎ ｃ ｌｇ
船 用核 动 力 回路热 力 系统 动态 仿真
关键 词 ： 船用 核 动 力 ； 和 蒸 汽 ； 真 模 型 ； 行 安 全 分 析 饱 仿 运 中 图分 类 号 ： ２ ２ ＴＫ ６ 文献标志码： Ａ 文 章 编 号 ：０ ０６ ３ （ ０８ Ｓ 一１６０ １ ０—９ １２ ０ ） Ｏ０ ７—６
二
Ｓ ｍ ｕ ａ ｉ ｎ ｏ ｅ ｏ ｄ ｒ ｏ ｆＭ ａ ｉ ｃ ｅ ｒ Ｐｏ ｒ ｉ ｌ ｔｏ ｎ Ｓ ｃ ｎ ａ ｙ Ｌｏ ｐ ｏ ｒ ｎｅ Ｎｕ ｌ ａ ｗｅ
张 杨伟， 琦， 蔡 蔡章生
（ 海军 工 程 大 学 核 能 科学 与工 程 系 ， 湖北 武 汉 ４０３） ３ ０ ３
摘 要 ： 于船 用 核 动 力 装 置运 行 安 全 分 析 ， 立 了二 回 路 系 统 两 相 流 通 用 仿 真 软 件 模 型 ， 现 了人 工 干 基 建 实
预 条 件 下 复 杂 两 相流 流 体 网络 系 统 的动 态 特 性 实 时 仿 真 ， 拓展 了 目前 核 动 力 装 置 通 用 安 全 分 析 程 序 的 研 究 范 围 。以 二 回路 快 速 降 负 荷 为 例 ， 仿 真模 型 的性 能 进 行 了验 证 。结 果 表 明 ： 软 件 模 型 能 准 确 反 对 该 映船 用 二 回路 系 统 的 动态 特 性 ， 可用 于 事 故 处 置 规 程 和 控 制 系 统 功 能 的 验 证 。该 模 型 也 可用 于 核 电站 饱 和蒸 汽 系 统 仿 真 软 件 的开 发 。
核动力装置
核动力装置
自从1953年6月，美国第一艘核潜艇的S1W陆上模式堆达到满功率运行以来，潜艇反应堆装置已经过40多年的发展，在各核大国得到广泛应用，积累了丰富的设计、建造与使用经验，技术水平得到了迅速的发展。
目前，美、俄、英、法四国共有155艘核潜艇在役，装备了193台反应堆装置，均为压水堆装置。前苏联曾发展过液态金属反应堆装置，并装备“阿尔法”级潜艇，但现已全部退役。压水堆技术十分成熟，深得各国海军的信任。
美国从1948年开始研究潜艇核动力技术，起步最早，技术水平最先进。至今，已生产250台以上的舰艇堆。目前，有75艘核潜艇在役，装备了75台反应堆。美国的潜艇堆，共有三大系列。SC系列曾有S2C反应堆装艇，现已退役。
SG系列有S2G、S4G、S5G、S6G、S8C.及S9G反应堆装艇，其中，S2G、S4G反应堆已退役。
SW系列有S2W、S3W、S4W、S5W、S6W反应堆装艇。其中，SSW、S6W 反应堆在役
美国发展潜艇堆，采取多试少制，标准化推广的政策。40多年来共发展了12型潜艇堆，只推广了3型，还有2型仍在发展中。美国发展新型潜艇堆，注重技术可行性和装置的可靠性，先后建造了7台模式堆，在取得实际经验后再建造艇用堆。注重反应堆技术的基础研究，尤其强调发展新材料和新概念堆芯，包括轻水增殖堆芯，以及重视对失水事故等核安全技术的研究。
美国潜艇堆单堆功率增长迅速，由60MW增至250MW，堆芯寿命长，由最初的2年增至现在的30年，在整个服役期内堆芯不换料，可以与艇同寿命。一回路自然循环能力高，动力装置噪声低，操作简单，维修方便，造价昂贵。
核动力装置的设备
蒸汽发生器 稳压器
压水堆本体结构主要由压力容器、堆芯、堆内构件及控制棒驱动机构等部件组成 。
堆芯是进行链式核裂变反应的区域。压力容器是放置堆芯及堆内构件、防止放射性物质外逸的承压设备。冷 却剂由反应堆压力容器进口接管进入，沿压力容器内侧向下，在吊篮底部向上通过流量分配装置，然后继续向上 进入堆芯，将燃料棒释出的热量导出，被加热的反应堆冷却剂经吊篮出口、反应堆压力容器出口接管流出。
冷却剂泵又称为主泵，它的作用是为反应堆冷却剂提供驱动压头，保证足够的强迫循环流量通过堆芯，把反 应堆产生的热量送至蒸汽发生器。分为2大类：屏蔽电机泵和轴封泵。
蒸汽发生器是压水堆一回路、二回路的枢纽，它将反应堆产生的热量传递给蒸汽发生器二次侧的给水，产生 蒸汽推动汽轮机做功。按照二回路工质在蒸汽发生器流动方式，可分为自然循环蒸汽发生器和直流（强迫循环） 蒸汽发生器；按传热管形状，可分为U形管，直管、螺旋管等。在压水堆中以U形管自然循环蒸汽发生器应用最为 广泛。
稳压器基本功能是建立并维持一回路系统的压力，避免冷却剂系统在反应堆内发生容积沸腾。稳压器在电厂 稳态运行时，将一回路维持在恒定压力下；在瞬态时，将压力变化限制在允许值内；在事故时，防止一回路系统 超压，维护一回路完整性。
二回路系统设备
二回路系统主要功能是将蒸汽发生器产生的饱和蒸汽供汽轮机发电机组做功，同时也提供蒸汽，为电站其他 辅助设备使用。做完功的蒸汽在冷凝器中凝结成水，由凝结水系统将水打入蒸汽发生器。主要由蒸汽轮机、发电 机、冷凝器、凝结水泵、低压加热器、Байду номын сангаас氧器、给水泵、高压加热器、中间气水分离再热器，和相应的仪表、阀 门、管道等设备组成 。
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复习
循环水系统的功用是什么? 自流式循环水系统有什么特点? 循环水系统的流量调节方式有哪些? 润滑油系统的功用是什么? 润滑油系统的设计要求是什么?
8-May-23
《核动力装置》
8
一、反渗透法
➢ 在压力驱动下，淡水通过半透膜进入膜的低压侧，水中的 其他组分被阻挡在膜的高压侧并随浓缩水排出，从而达到 有效分离的作用
一回路系统泄漏、取样以及启动过程中排水造成的损失。 全船非动力用水的消耗，例如饮用水、生活用水、卫生用
水等。
8-May-23
《核动力装置》
ห้องสมุดไป่ตู้
4
舰船淡水消耗量
用途
单位
用量
生活用水
民用船舶 军用船舶
L/(人·天)
150~250 25
动力装置用水
柴油机 汽轮机
L/(马力·天)
0.15~0.23 0.4~1.0
8-May-23
《核动力装置》
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图4-50 多级闪发造水装置的温度分布
8-May-23
《核动力装置》
造水比＝？
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图4-51 闪发型造水装置
8-May-23
《核动力装置》
33
薄膜蒸发式造水装置
海水在传热管间呈薄膜状流动，传热系数较高，因此传热 面积小、造水装置结构紧凑；
立管降膜式 海水用泵从上部喷入加热管内，在管内成膜，蒸汽在管外 加热。
核动力装置MNPP-C02-L03
2024/7/18
《核动力装置》
9
2.设计要求
一台主泵因某种原因突然停转时，不得造成反应堆冷却剂 系统失效；
反应堆冷却剂系统应具有耐冲击和抗震(船舶振动引起的) 能力，并适应舰船运动稳定性的要求；
应满足反应堆冷却剂系统边界完整性准则的要求； 系统双重设置，并保证能各自独立工作，增加装置的生命
也恒定，更有利于运行与控制
2024/7/18
《核动力装置》
24
蒸发器设计遵循原则
在任何运行工况下，必须满足二回路系统所需的蒸汽流量 及蒸汽参数要求；同时，尽可能改善蒸汽发生器的传热性
确保蒸汽发生器的工作可靠性，防止传热管腐蚀破裂； 尽可能尺寸小、重量轻，便于运输和安装； 结构简单，便于维修及适于在反应堆舱内的布置。
运行效率低 干式定子屏蔽泵 湿式定子屏蔽泵
2024/7/18
《核动力装置》
27
轴封泵的特点
泵轴承与电机轴承的连接处 通常采用三级轴封，用高压 水作为轴封水，电机轴承用 滑油润滑，电机采用设备冷 却水进行冷却
运行过程中会有少量泄漏
电机可以采用普通电机，制 造方便，成本低廉
运行效率较高
2024/7/18
2024/7/18
《核动力装置》
19
UTSG的特点
二次侧蓄水容积大，在丧失给水时具有一定缓冲作用，有 利于安全，降低对控制系统的要求
船舶核动力装置运行与控制_核动力装置精品文档
《核动力装置》
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启动前的准备
冲水排气 一回路系统中含有一定量的气体，会在堆芯内引起气泡效
进入主泵驱动电机转子空腔内的气体积累到一定程度时，
进入稳压器蒸汽空间的气体会使稳压器中饱和温度和饱和 压力的对应关系遭到破坏，影响传热性能和测量仪表的精
10/15/2019
《核动力装置》
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核加热启动方式的启动时间约需13小时，比外加热方式启动要 短得多，但核加热操作比较复杂，且不如外加热安全，所以要
10/15/2019
《核动力装置》
29
2.热启动
一回路系统依靠前一次停堆后的剩余功率来维持反应堆装 置处于热态下（一般回路温度200℃左右，稳压器有蒸汽
程序较为简单，直接提升控制棒使反应堆达到临界。 与冷启动不同的是，热启动之前需要了解距离停堆的时间、
核加热启动
从冷停堆状态直接提升控制棒启动反应堆，依靠核裂变功率加 热反应堆冷却剂，使一回路系统升温升压达到额定运行参数。
在准备工作及充水排气工作完成后，即可提升控制棒，使反应 堆逐渐达到临界。应注意的是，由于在冷态下启动反应堆，一 回路温度低、温度效应不明显，提升控制棒时需特别小心，谨
反应堆达到临界后，维持较低的功率（一般为1%~5%FP）加 热反应堆冷却剂，使一回路系统升温升压，后面的启动步骤与
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核电压水堆二回路简述
核电压水堆二回路简述
一、定义
二回路系统（常规岛系统）是指以汽轮机为核心组成的热力系统和辅助支持系统。
二、功能
利用一回路产生的高温高压蒸汽在汽轮机里面膨胀做功，将蒸汽热能转换成汽轮机的旋转动能（机械能），并带动发电机将机械能转换成电能。
为实现热能向机械能的转换，压水堆核电站二回路热力系统一般采用蒸汽动力循环。
它采用以朗肯循环为基础的再热回热循环，以提高循环热效率，增加核电站的热经济性。
三、热力系统的特征
以大亚湾核电站二回路为例：其热力循环方式采用了一次中间再热、七级回热的饱和蒸汽朗肯循环。
主要由三台蒸汽发生器、两台汽水分离再热器、一台汽轮机（包括一个高压缸、三个低压缸）、三台冷凝器、三台凝结水泵、四级低压给水加热器、一台除氧器、三台主给水泵（一台电动给水泵、两台汽动给水泵）、两级高压给水加热器等组成。
四、核汽轮机的特点
1）新蒸汽参数低
二回路新蒸汽参数取决于一回路冷却剂温度。为了保证反应堆的安全稳定运行，不允许一回路冷却剂沸腾(过冷水)。即一回路冷却剂温度取决于一回路压力，而一回路压力应按照反应堆压力容器的计算极限压力选取。
因此，压水堆核电站的蒸汽参数普遍要比火电厂低很多。例如，目前常规电站大型汽轮机的蒸汽初参数都在16.5MPa，538℃以上，一些超临界机组的蒸汽参数已超过25MPa，600℃。而压水堆核电站汽轮机的主蒸压力通常为6—7 MPa，初温度为260℃-285℃。
2）新蒸汽参数在一定范围内反滑变化
这取决于核电厂的稳态运行特性。
3）循环热效率低
最先进的压水堆核电站大功率湿蒸汽汽轮机的循环热效率可达36% ，约为先进火电机组的73%左右。
哈尔滨工程大学《(核)2核动力装置》2020考研专业课复试大纲
2020年考试内容范围说明
考试科目名称: 核动力装置
考试内容范围:
一、核动力装置的特点及主要技术指标
1.核动力装置的含义、组成及特点
2.核动力装置的船用条件、主要技术指标
二、反应堆及一回路系统
1.反应堆冷却剂系统的组成、功能、布置形式及其特点
2.压力波动的原因，压力控制与超压保护的方式
3.水质控制系统的功能及特点
4.辅助水系统的功能及特点
5.工程安全设施的功能及特点
6.放射性废物处理的基本原则
三、二回路系统
1.蒸汽系统的设计要求、布置形式及其特点
2.蒸汽排放系统的功能及特点
3.凝水-给水系统的功能及设计要求
4.给水除氧的原理、热力除氧的基本原则
5.循环水冷却系统的功能，自流式、泵流式循环冷却水系统的特点
6.润滑系统的功能、设计要求
7.海水淡化的方式，蒸发法造水的工作原理，造水比的表达式
四、水质监督和水处理
1.金属腐蚀的类型和机理
2.压水堆核动力装置的腐蚀特点
五、核动力装置热力分析
1.压水堆核动力装置的热力循环，蒸汽初、终参数对循环效率的影响
2.废汽回热循环与抽汽回热循环
3.核动力装置的能量平衡计算方法
六、核动力装置运行与控制
1.核动力装置运行工况
2.核动力装置运行方案
3.核动力装置的启动、功率运行和停堆
考试总分：150分考试时间：3小时考试方式：笔试
考试题型：填空选择或判断题（30分）简答题（80分）推证题（40分）参考书目
[1]彭敏俊. 船舶核动力装置. 原子能出版社，2009
[2]臧希年. 核电厂系统及设备. 清华大学出版社，2010
船舶核动力装置课后习题及答案
船
舶
核
动
力
装
置
课后习题及答案
李鑫祥
2016-03-12
目录
第一章绪论 (3)
第二章反应堆冷却剂系统 (5)
第三章一回路辅助系统 (6)
第四章二回路系统 (9)
第五章水质监督与水处理 (11)
第六章核动力装置循环热力分析 (12)
第一章绪论
1.核能具有哪些特点？用作船舶动力具有哪些优越性？★
特点：
①核燃料具有极高的能量密度；
②核裂变反应不需要氧气；
③产生大量的放射性废物。
优越性：
①核燃料船重比例小；
②有较大的续航能力和推进功率；
③提高潜艇的隐蔽性。
2.船舶核动力装置的船用条件有哪些？★
（海洋环境、海上事故、倒航、补给、空间、辐防、耐腐蚀）
①船舶受海洋条件影响，易产生摇摆和倾斜；
②易发生海上事故；
③船舶速度变化急剧，幅度大，有时必须倒航；
④航行远离码头、基地，补给困难；
⑤船内空间有限。所有设备必须重量轻、体积小；
⑥船上及港口人员密集，放射性防护及其重要；
⑦海洋气候潮湿且含盐分，核动力装置要耐腐蚀。
3.船舶轴功率与排水量、航速之间的关系是什么？★●
略。
4.核动力装置安全设计原则有哪些？各包含哪些内容？★
①⎪⎩
⎪⎨⎧安全壳一回路系统及压力边界
燃料元件包壳多道屏障②⎪⎪⎩
⎪⎪⎨⎧应急计划限制事故后果故防止运行偏差发展为事预防事故发生纵深防御5.装置可靠性如何定义？★
装置可靠性：装置在规定的时间内，在规定的使用条件下，能完成规定功能的能力。表示系统、机器、设备等的工作和性能的时间稳定性强度。
6.什么是装置的生命力？提高装置生命力的措施有哪些？★
①装置的生命力：在战斗破损或事故破损时，装置能够保证或恢复其功能的能力。②提高装置生命力的措施：（分组、储备、仪器互换、供电、消耗品、报警与隔离）i 主动分组设置；
核电站动力装置
二回路系统
二回路系统
核电站中将蒸汽的热能转化为电能的装置。它由汽轮发电机组、凝汽器、凝结水泵、给水泵、低压加热器、 高压加热器、除氧器、汽水分离再热器和相应的管道阀门等组成。二回路的给水在蒸汽发生器中吸收了一回路的 热量后变成蒸汽，然后进入汽轮机作功，带动发电机发电。作功后的乏汽排入凝汽器，凝结成水，再由凝结水泵 送入加热器，加热后重新返回蒸汽发生器，构成二回路的密闭循环。核电站的二回路系统与普通火电站的动力回 路相似。一回路系统相当于火电厂的锅炉系统，一般称做核蒸汽供应系统。但由于核反应堆是强放射源，流经反 应堆的冷却剂带有一定的放射性，特别是在核燃料元件破损时放射性剂量更高。因此，从反应堆流出的冷却剂一 般不宜直接进入汽轮机，所以，压水堆核电站比普通火电厂多一套动力回路。
பைடு நூலகம் 蒸汽发生器与主循环泵
蒸汽发生器与主循环泵
蒸汽发生器是核电站一回路、二回路之间的热交换装置。分卧式和立式两种，以立式最为普遍。立式蒸汽发 生器由U型传热管、管板、管道支撑板、汽水分离器和容器等组成。U型管多用因科镍或因科铬依等镍基合金制作； 管板一般用高强度低合金钢制造。在一回路冷却剂侧有不锈钢堆焊层。与蒸汽发生器相连的汽水分离器用于提高 饱和蒸汽的干度，其工作好坏直接影响蒸汽的品质。汽水分离器通常做成二级或三级。第一级为筒状的旋风式分 离器，第二、三级为波纹板分离器。
汽轮机
船舶动力装置概论第十六次课(第五章)
C高放射性废物：乏燃料
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第五章 船舶核动力装置
5.4核安全
低、中放射性废物处理 五个处理步骤 废物分类及保存——废物包装——经包装的废物运往处置场地——经
包装的废物点收后进行处理——储存及记录质量保证文件。
高放射性废物处理
核电厂用过的乏燃料，送后处理厂经处理其中97%可循环再用。
剩余的3%高放射性废物，需用沥青固化、水泥固化和玻璃固化等 方法，使它变成不易渗透的固体，在后处理厂贮存，并最终送国家高
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第五章 船舶核动力装置
5.3核动力装置
2、压力安全系统
当汽轮机负荷减少时，冷却剂的平均温度增加，体积膨胀，冷却剂通过 波动管流入稳压器，压缩蒸汽相部分，如果主冷却剂压力过大，打开喷 雾管，向蒸汽相喷雾，冷凝一部分蒸汽，吸收压力波动。
当汽轮机负荷增加时，冷却剂的平均温度降低，体积收缩，冷却剂通过 稳压器底部的波纹管从下部流出稳压器，此时，稳压器内压力降低，液 相水被蒸发达到热平衡，为了加速液相水蒸发，可使用加热器，提高蒸 空间的压力，从而使冷却剂的工作压力回升。
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第五章 船舶核动力装置
5.4核安全
1、舰船运动的类型数据 水面舰船甲板倾斜度
运动类型 左右摇摆 俯仰摇摆 幅度/° 30 10 时间/s 15 7
水面非军用船加速度
加速度类型 垂直 横向 纵向 数值/g ±1.0 ±0.5 ±0.2
第七章 压水堆核电站的二回路系统及设备
第七章压水堆核电站的二回路系统及设备
7.1 主蒸汽系统
主蒸汽系统将蒸汽发生器产生的新蒸汽输送到主汽轮机和其他用汽设备及系统。与主蒸汽系统直接相关的设备是：主汽轮机高压缸、汽轮机轴封系统(CET)、汽水分离再热器(MSR)、蒸汽旁路排放系统(GCT)、主给水泵汽轮机(APP)、辅助给水泵汽轮机(ASG)、除氧器(ADG)和蒸汽转换器(STR)。
三台蒸汽发生器顶部引出的三根外径为Φ812.8mm主蒸汽管，分别穿过反应堆厂房(安全壳)；进入主蒸汽隔离阀管廊，并以贯穿件作为主蒸汽管在安全壳上的锚固点。穿过主蒸汽隔离阀管廊后进入汽轮机厂房，然后合并为一根外径为Φ936mm的公共蒸汽母管，再将蒸汽引向各用汽设备和系统。如图7.1所示。
在主蒸汽隔离阀管廊中的每根主蒸汽管道上装有一个主蒸汽隔离阀，其下游安装了一个横向阻尼器。主蒸汽隔离阀上游的管道上装有7只安全阀，一个大气排放系统接头和一个向辅助给水泵汽轮机供汽的接头。大气排放系统接头和辅助给水泵汽轮机供汽接头之所以要接在主隔离阀的上游，是考虑到当二回路故障蒸汽隔离阀关闭时大气排放系统和辅助给水系统还能工作。
在主蒸汽隔离阀两侧还接有一条旁路管，其上装有一个气动隔离阀，在机组启动时平衡主蒸汽隔离阀两侧的蒸汽压力，并在主蒸汽管暖管时提供蒸汽。
在汽轮机厂房内，从蒸汽母管上引出四根Φ631mm的管道与主汽轮机的四个主汽门相连，向汽轮机高压缸供汽。此外，从蒸汽母管两头还引出二条通往凝汽器两侧的蒸汽旁路排放总管。管上各引出6条通往凝汽器的蒸汽排放管，去主给水泵汽轮机、除氧器、蒸汽转换器、汽水分离再热器和轴封的供汽管。两条蒸汽排放总管由一根平衡管线连接在一起。
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18.11.2020
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4.5 凝水-给水系统
1.概述 2.系统描述 3.系统设计原则 4.凝水净化 5.给水除氧
18.11.2020
ppt课件
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1.概述
凝水 汽轮机做功后排入到冷凝器中的废汽（或称乏汽）被冷凝 成水，称为凝水。
给水 凝水经过加热、除气等处理后由给水泵供给蒸汽发生器， 称为给水。
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图4-11 主蒸汽系统的双线布置
优点：供汽可靠性增大，生命力增强。 缺点：两台蒸汽发生器工作压力不等时，会使蒸汽发生器负荷不均。
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图4-12 主蒸汽系统的环形布置
主蒸汽系统的
优点：系统生命力强。 缺点：管道多，热应力复杂。
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二回路系统的功能
利用一回路系统蒸汽发生器产生的蒸汽，将热能转变为推 进船舶运动的动力、生产全船用电以及制造淡水。
➢ 吸收一回路系统核裂变产生的热能，加热二回路给水产生 一定温度与压力的蒸汽，提供船舶航行和船舶电站所需要 的动能
➢ 由于系统运行不可避免地会存在一定的介质泄漏，二回路 系统需要设置造水装置，生产满足系统运行品质要求的淡 水，补充一、二回路淡水消耗
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图4-19 蒸汽排放系统压力分配
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图4-20 蒸汽减温减压装置
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复习
1. 二回路系统的主要功能是什么? 2. 蒸汽系统由哪几部分组成？基本功能是什么? 3. 主蒸汽系统有哪些布置方式？各有什么特点？ 4. 辅蒸汽系统有哪些布置方式？各有什么特点？ 5. 蒸汽排放系统的功能是什么？
➢ 借助安全与控制系统，确保系统运行使用安全
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功用
蒸汽系统
主蒸汽系统
辅蒸汽系统
乏汽系统
从蒸汽发生器向主 汽轮机输送蒸汽
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供给辅机用汽及辅 助换热设备用汽
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收集辅机乏(废)汽
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图4-10 主蒸汽系统的单线布置
优点：布置简单，管道和阀件较少，流动阻力小且重量轻、尺寸小 缺点：工作可靠性低，生命力差
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4.凝ห้องสมุดไป่ตู้净化
凝水污染原因 ➢ 海水、空气从冷凝器不严密处漏入到凝水中； ➢ 系统设备与管道的腐蚀产物进入凝水中。 凝水净化方法
在正常运行或者事故工况下，防止主蒸汽管道超压； 在冷停堆的第一阶段，与反应堆冷却剂系统配合，实现堆
芯余热的导出； 属于安全保护系统。
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2.运行工况
机动排放工况 装置负荷大幅度变化时（例如快速降负荷、主机甩负荷 等），排放多余蒸汽。
安全排放工况 ➢ 事故工况下（例如主机脱扣），蒸汽压力过高，排放部分
图4-13(c) 独立式辅汽管路
优点：安全可靠、管路集中； 缺点：使用管道较多。
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蒸汽排放系统的功用
把蒸汽发生器产生的多余蒸汽，经减温减压后排入主（或 辅）冷凝器中；
在正常运行或者事故工况下，防止主蒸汽管道超压； 在冷停堆的第一阶段，与反应堆冷却剂系统配合，实现堆
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2.系统描述
凝水系统 ➢ 主凝水系统
主冷凝器热井－主凝水泵 －加热器－过滤器 ➢ 辅凝水系统
辅冷凝器热井－辅凝水泵－加热器 给水系统
给水泵－差压阀－给水阀
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图4-21 凝水给水系统流程
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3.系统设计原则
主要设备双重设置；[ 可靠性要求 ] 有可靠灵敏的自动调节装置；[ 机动性要求 ] 考虑凝水量与给水量的不一致；[ 机动性要求 ] 保证所有设备的技术要求；[ 可靠性要求 ] 给水泵有应急吸水管；[ 生命力要求 ] 正常条件下必须保证给水的水质。[ 可靠性要求 ]
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凝水-给水系统的功用
凝水系统 将冷凝器中的凝水输送到给水系统中去的管路及设备，称 为凝水系统。
给水系统 将符合要求的水可靠均匀地向蒸汽发生器输送的管道和设 备，称为给水系统。
功用 将冷凝器中的凝水经过除气、加热等处理达到允许标准后， 输送到蒸汽发生器中。
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图4-13(a) 单线式辅汽管路
优点：布置简单，占用空间少； 缺点：供汽可靠性及生命力较差。
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图4-13 (b) 环形式辅汽管路
优点：供汽可靠性好，生命力强； 缺点：布置复杂、占用空间较多。
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冷凝器的正常工作压力低于大气压力，对应的蒸汽和凝结 水温度约为40℃左右；
蒸汽发生器需要排放时的蒸汽压力可以达到5~6MPa，对 应的饱和蒸汽温度最高可以达到275 ℃；
排放的蒸汽必须经过减温减压后才能进入冷凝器中，以防 止冷凝器因热冲击而损坏。
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图4-18蒸汽排放系统流程
蒸汽发生器二次侧产生的大量蒸汽如不能及时排出，将使 主蒸汽压力急剧升高
因二次侧排热减少，一次侧冷却剂温度将显著升高，引入 负反应性，导致反应堆功率降低
冷却剂温度升高，冷却剂系统压力也相应升高
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图4-17 负荷突减时的动态特性
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3.系统工作原理
蒸汽以降低二次侧蒸汽压力； ➢ 冷停堆的第一阶段，与反应堆冷却剂系统配合，将堆芯余
热排出。
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主蒸汽压力突然增加过程分析
核动力装置在正常情况下功率运行，反应堆功率与二回路 负荷处于平衡状态
二回路负荷突然减小，主汽轮机用汽量迅速减少，蒸汽发 生器一次侧与二次侧热平衡状态被打破
MNPP-L09-FWS
船舶核动力装置
Marine Nuclear Power Plants
核科学与技术学院
（V2009.04.04）
4.4 蒸汽排放系统
1.功用 2.运行工况 3.系统流程及工作原理
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1.功用
把蒸汽发生器产生的多余蒸汽，经减温减压后排入主（或 辅）冷凝器中；